2004.06.08. – Л. А. Кочетков, В. В. Долгов, А. В. Журин, Г. А. Клочко, В. В. Кузин, Д. П. Масалов, А. И. Штыфурко. ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ ПЕРВОЙ В МИРЕ АЭС. ПОДГОТОВИТЕЛЬНЫЕ РАБОТЫ ПО ВЫВОДУ ЕЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ

 

Первая в мире АЭС и ее реакторная установка "АМ" эксплуатировались в ГНЦ РФ-ФЭИ 48 лет. Ее замысел был инициирован успешным опытом разработки и создания первых промышленных реакторов, предназначенных для наработки военного плутония. Ее первоначальная концепция совмещала в себе научно-технические и политические идеи демонстрации мирного использования ядерной энергии с целью производства электрической энергии и проверки возможности создания ядерного энергоисточника для судов подводного флота. В процессе проектирования и эксплуатации основное предназначение установки "АМ" изменялось. Еще в начале проектирования было принято однозначное решение о создании демонстрационной АЭС электрической мощностью 5 МВт (30 МВт тепловых) с канальным уран-графитовым реактором и теплоносителем - водой. От обсуждения идеи до пуска реактора и толчка турбины потребовалось 4,5 лет.

К 1956 году режим работы реактора был стабилизирован, и с этих пор он был подчинен проведению исследовательских программ.

Всего за время существования реактора "АМ" на нем было сооружено 17 экспериментальных петлевых установок и несколько каналов-петель. На этих установках проводились испытания твэл и сборок, материалов, электрогенерирующих сборок для ЯЭУ космического назначения, комплексные исследования по различным реакторным установкам. Только для реакторных установок космического назначения было испытано около 100 опытных электрогенерирующих сборок (ЭГС).

Испытания многих образцов техники, материалов, теплоносителей и режимов проводились в пределах нашей страны на реакторе "АМ" впервые.


Директор Первой АЭС А.И.Штыфурко
(второй слева) со сменой: (слева–направо) В.Б.Ушаков, Е.А.Ульянов, В.А.Дворецков, В.Н.Сарылов 29 апреля 2002 г.
в день останова реактора Первой АЭС

За все время эксплуатации реакторной установки "АМ" не было случаев опасного переоблучения персонала, окружающая местность, в том числе город, расположенный в 1,5-4,5 км от реактора, не подвергались радиационному загрязнению выше существующего природного фона.

29 апреля 2002 года реактор Первой в мире АЭС был остановлен. На нем начались подготовительные работы по выводу его из эксплуатации. К настоящему времени уже выполнен достаточно большой объем подготовительных работ:

  • разработана концепция вывода АЭС из эксплуатации;
  • разработана предварительная программа и график выполнения отдельных этапов вывода установки из эксплуатации;
  • разработана программа и выполнены комплексные инженерные и радиационные обследования АЭС с инвентаризацией всей накопленной активности для создания банка исходных данных;
  • разработана программа научных исследований в процессе вывода установки из эксплуатации;
  • разработан комплекс базовых технологических процессов по кондиционированию радиоактивных отходов;
  • разработан проект вывода установки из эксплуатации; в настоящее время он согласовывается с надзорными органами.

Концепция вывода из эксплуатации была разработана и согласована с заинтересованными организациями. Она определила основные идеи и технические решения по выводу установки "АМ" из эксплуатации. При ее разработке учитывались существующие возможности промышленной площадки ФЭИ, такие как: физическая охрана, наличие подъездных железнодорожных путей, хранилищ отработавшего топлива и радиоактивных отходов, учитывались рекомендации, разработанные ВНИПИЭТ и ВНИИАЭС, наш отечественный опыт, в том числе опыт ФЭИ по выводу из эксплуатации установок ТЭС-3, 27/ВМ, 27/ВТ. Согласно разработанной концепции здание и часть оборудования предполагается сохранить в качестве Музея атомной энергетики.

Все работы предполагается выполнить в четыре этапа.

1 этап - подготовка к выводу из эксплуатации, который завершился прекращением эксплуатации установки, вывозом топлива из здания АЭС и выпуском проекта вывода установки из эксплуатации.

2 этап - подготовка к длительному сохранению под наблюдением, локализация и герметизация источников наибольшей радиационной опасности. Это - период, с которого формально начался собственно вывод установки из эксплуатации. Основное содержание работ этого периода - радиационное облагораживание установки, доведение его состояния до радиационно-безопасного, характерного для обычных производств. С этой целью предстоит разработать технологии, инструмент и выполнить работы по дезактивации части оборудования и помещений, по демонтажу нерадиоактивного и слабоактивного оборудования, трубопроводов, приборов. Другую часть оборудования и помещений, которые представляют наибольшую радиационную опасность, предполагается изолировать и герметизировать с помощью дополнительных барьеров. Так, над реактором, в пределах бетонной защиты (шахты), предполагается соорудить мини-саркофаг. Аналогичным образом предполагается изолировать горячую камеру и помещение радиоактивных отходов под ней и, возможно, один из бассейнов выдержки облученного топлива. Согласно концепции в здании АЭС предполагается создать Музей атомной энергетики; его экспозиции - экспонаты, размещение по помещениям - также должны определиться в этот период. Самой тяжелой проблемой этих двух периодов представляется проблема обращения с отработавшим топливом, как штатным, так и экспериментальным. Предполагается, что работы первого и второго этапов могут быть выполнены за 12 лет.

3 этап - длительное сохранение под наблюдением. На этом этапе обеспечиваются:

  • физическая сохранность действующего и законсервированного оборудования;
  • надлежащее состояние здания;
  • работоспособность действующего оборудования, систем, приборов;
  • контроль за нераспространением радиоактивности за пределы защитных барьеров.

На этом этапе функционирует Музей атомной энергетики. Кроме того, на этом этапе может быть скорректирован проект вывода из эксплуатации установки в части, касающейся завершающегося этапа, а также изготовлены необходимые инструменты, робототехника, транспортные средства, если они не были созданы на предыдущих этапах.


Почётная миссия останова реактора Первой АЭС
поручена Л.А.Кочеткову

4 этап - завершающий. На этом этапе демонтируется и утилизируется все, что не подлежит дальнейшему дозиметрическому контролю, и демонтируется и перевозится в места централизованного хранения радиоактивных отходов или захоранивается все, чья активность сохраняется на уровнях, превышающих установленные величины, при которых материалы освобождаются от дальнейшего радиационного контроля.

Определить продолжительность 3-его и 4-ого этапов в настоящее время затруднительно. Условно в концепции принята продолжительность 3-его этапа 70 лет. За этот период в разряд нерадиоактивных материалов перейдут бетон защиты реактора (~ 2600 т) и верхняя чугунная защита ~ 20 т. Другие металлоконструкции реактора (кожух, баки водной защиты, нижняя плита и внутренние чугунные блоки, суммарно ~ 70 т), а также графит активной зоны (~ 30 т) останутся радиационно-опасными. При этом активность металлоконструкций из углеродистой стали будет определяться ничтожными примесями никеля и серебра и для их полного распада потребуется ~ 1300 лет, а активность графита останется без изменений на одну тысячу лет.

В сентябре 2002 г. из реактора была извлечена последняя топливная сборка. В 2003 г. и в текущем году персонал Первой АЭС выполнял работы по разделке штатных и экспериментальных топливных каналов, при этом из топливных каналов извлекались тепловыделяющие элементы, они упаковывались в герметичные трубы-чехлы и отправлялись в центральное хранилище отработавшего ядерного топлива института. Большая часть этой ответственной работы выполнена.

Опыт по выводу радиационно- и ядерно-опасных установок как у нас в стране, так и за рубежом пока ограничен. Поэтому вывод из эксплуатации Первой в мире АЭС и других установок ГНЦ РФ-ФЭИ рассматривается как важный этап формирования стандартных процедур, которые в будущем будут использоваться при выводе из эксплуатации как исследовательских, так и энергетических реакторов.

Л. А. Кочетков, В. В. Долгов, А. В. Журин, Г. А. Клочко,
В. В. Кузин, Д. П. Масалов, А. И. Штыфурко,
ГНЦ РФ – ФЭИ имени А. И. Лейпунского
(гор. газета "Вы и Мы" №21 (508) 5–11 июня 2004 г.).